模塊式高溫氣冷堆核電站

第1章高溫氣冷堆總體概念
1.1概述
1.2未來可持續(xù)發(fā)展的能源技術(shù)
1.3HTR的基本特性
1.4模塊式HTR在能源經(jīng)濟(jì)中的應(yīng)用
1.5模塊式HTR的安全性
1.6模塊式HTR的燃料元件
1.7中間和最終貯存
1.8HTRPM項(xiàng)目概況
1.9HTR的發(fā)展概況
參考文獻(xiàn)
第2章堆芯布置的物理問題
2.1概述
2.2模塊式HTR臨界及中子平衡的估計(jì)
2.3反射層的影響
2.4反應(yīng)性系數(shù)
2.4.1需要考慮的原則
2.4.2溫度反應(yīng)性系數(shù)
2.5反應(yīng)性補(bǔ)償?shù)男枨蠛涂刂瓢魞r值
2.6反射層中的快中子注量
2.7球流行為對燃耗的影響
2.8反應(yīng)堆堆芯中燃料、中子注量率和功率密度的分布
2.9核反應(yīng)堆的動態(tài)原理
2.9.1總體概況
2.9.2動態(tài)方程
2.9.3動態(tài)方程的簡化解
2.10堆芯物理布置的程序系統(tǒng)
2.11堆芯的布置和設(shè)計(jì)
2.11.1堆芯和燃料元件的設(shè)計(jì)及其概況
2.11.2各種堆芯參數(shù)的討論
2.12首次裝料的物理特性和球床堆芯的運(yùn)行
2.13球床堆芯的卸載
參考文獻(xiàn)
第3章堆芯布置的熱工水力學(xué)問題
3.1堆芯內(nèi)的發(fā)熱
3.2堆芯的熱功率
3.3關(guān)于冷卻劑氦氣的一些數(shù)據(jù)
3.4堆芯熱工水力學(xué)的基本方程
3.5堆芯中氦冷卻劑的溫升
3.6燃料元件溫度分布
3.7球床堆芯中的熱傳導(dǎo)
3.8堆芯和反射層結(jié)構(gòu)中的阻力降
3.9模塊式HTR堆芯熱工水力學(xué)的特殊問題
3.9.1通過堆芯后熱氦氣的混合
3.9.2堆芯冷卻旁流的影響
3.9.3功率密度計(jì)算的不確定性及其他熱工水力學(xué)問題
3.9.4燃料溫度的測量
3.9.5堆芯內(nèi)構(gòu)件的γ發(fā)熱和冷卻
3.10堆芯設(shè)計(jì)的原則
3.11幾種HTR反應(yīng)堆中堆芯冷卻數(shù)據(jù)的比較
3.12反應(yīng)堆在熱工水力學(xué)方面的比較
參考文獻(xiàn)
 
 
 
第4章燃料元件
4.1概述
4.2HTR燃料元件的配置和設(shè)計(jì)
4.3HTR燃料元件中的溫度分布
4.4燃料元件的輻照行為
4.5燃料元件的應(yīng)力
4.6燃料元件的腐蝕行為
4.7正常運(yùn)行時燃料元件裂變產(chǎn)物的釋放
4.8球形燃料元件的類型
4.9HTR燃料元件運(yùn)行的進(jìn)一步經(jīng)驗(yàn)
4.10LWR和HTR燃料元件的比較
參考文獻(xiàn)
第5章反應(yīng)堆部件
5.1概述
5.2堆內(nèi)構(gòu)件
5.2.1堆內(nèi)構(gòu)件概況
5.2.2堆內(nèi)構(gòu)件的技術(shù)問題
5.2.3堆內(nèi)構(gòu)件的載荷
5.2.4石墨及其輻照行為
5.2.5運(yùn)行期間反射層結(jié)構(gòu)的分析結(jié)果
5.3一回路邊界
5.3.1一回路邊界概況
5.3.2一回路壓力殼的尺寸和材料
5.3.3反應(yīng)堆壓力殼的中子輻照和設(shè)計(jì)
5.3.4反應(yīng)堆壓力殼的活化
5.4模塊式HTR壓力殼與其他反應(yīng)堆設(shè)備的比較
5.5停堆和控制系統(tǒng)
5.5.1反應(yīng)性概況
5.5.2HTR停堆系統(tǒng)的反應(yīng)性當(dāng)量
5.5.3控制和停堆系統(tǒng)的技術(shù)概念
5.6燃料裝卸系統(tǒng)
5.6.1概況
5.6.2燃料元件裝卸技術(shù)
5.6.3燃料裝卸的替代方案
5.6.4燃料裝卸運(yùn)行的一些特殊問題
5.7堆芯參數(shù)的測量裝置
5.7.1中子注量率的測量
5.7.2堆芯熱工水力參數(shù)的測量
參考文獻(xiàn)
第6章氦回路中的設(shè)備
6.1概述
6.2熱氣導(dǎo)管
6.2.1設(shè)備簡介
6.2.2技術(shù)方面
6.3蒸汽發(fā)生器
6.3.1設(shè)備的一般說明
6.3.2熱工水力學(xué)原理 
6.3.3阻力降
6.3.4蒸汽發(fā)生器的流動穩(wěn)定性
6.3.5蒸汽發(fā)生器傳熱管的機(jī)械設(shè)計(jì)
6.3.6氣冷反應(yīng)堆蒸汽發(fā)生器的經(jīng)驗(yàn)
6.4氦風(fēng)機(jī)
6.4.1熱工水力學(xué)概況
6.4.2氦風(fēng)機(jī)的技術(shù)
6.4.3氦風(fēng)機(jī)的概念
6.5氣體凈化系統(tǒng)
6.5.1概況
6.5.2氣體凈化的概念
6.5.3氣體凈化系統(tǒng)的實(shí)驗(yàn)
6.6載出衰變熱的氦回路
6.7氦輔助系統(tǒng)
6.7.1概況
6.7.2氦輔助回路
6.7.3氦回路的測量
6.8反應(yīng)堆的保護(hù)系統(tǒng)
參考文獻(xiàn)
第7章反應(yīng)堆安全殼構(gòu)筑物
7.1一般性說明和要求
7.2LWR和HTR安全殼或安全殼構(gòu)筑物
7.3HTR反應(yīng)堆安全殼構(gòu)筑物設(shè)計(jì)概念概況
7.4目前HTR反應(yīng)堆安全殼構(gòu)筑物概況
7.5過去對安全殼的計(jì)劃工作
參考文獻(xiàn)
第8章動力轉(zhuǎn)換循環(huán)
8.1流程概況
8.2蒸汽循環(huán)的熱工水力學(xué)原理
8.3汽輪機(jī)
8.4冷凝和冷卻系統(tǒng)
8.5給水預(yù)熱系統(tǒng)和給水泵
8.6蒸汽循環(huán)的優(yōu)化
8.7蒸汽循環(huán)的潛力
8.8采用蒸汽循環(huán)的熱電聯(lián)供流程
參考文獻(xiàn)
第9章運(yùn)行問題
9.1電廠運(yùn)行要求和條件概述
9.2燃耗和高價同位素的產(chǎn)生
9.2.1燃耗
9.2.2高價同位素的產(chǎn)生
9.3裂變產(chǎn)物存量
9.4整個電廠的動態(tài)方程
9.4.1原理概述
9.4.2動態(tài)方程組
9.4.3評估動態(tài)問題的程序系統(tǒng)
9.5動態(tài)方程的應(yīng)用
9.6模塊式HTR的控制和運(yùn)行
9.6.1模塊式HTR的控制
9.6.2HTR的運(yùn)行
9.7氙的動態(tài)和釤對反應(yīng)性的影響
9.8正常運(yùn)行期間衰變熱的載出
9.8.1衰變熱的產(chǎn)生
9.8.2衰變熱載出的原則
9.8.3模塊式HTR正常運(yùn)行時衰變熱的載出
9.9正常運(yùn)行時放射性物質(zhì)的釋放
9.10模塊式HTR的廢物管理
參考文獻(xiàn)
第10章安全和事故分析
10.1一般性說明
10.2相關(guān)事故概況
10.3失去冷卻劑事故
10.4能動衰變熱載出完全失效
10.4.1衰變熱產(chǎn)生和衰變熱能動載出
10.4.2各種失去能動衰變熱載出情況的概述
10.4.3正常氦壓力下衰變熱的自發(fā)載出
10.4.4失壓反應(yīng)堆自發(fā)衰變熱的載出(外表面冷卻器處于工作狀態(tài))
10.4.5自發(fā)衰變熱載出概念相關(guān)參數(shù)的討論
10.4.6反應(yīng)堆衰變熱自發(fā)載出、完全失去堆芯能動冷卻和表面冷卻器的失效
10.4.7事故中堆芯溫度和反應(yīng)性狀態(tài)的變化
10.4.8極端事故下衰變熱的自發(fā)載出(反應(yīng)堆被碎石覆蓋)
10.5反應(yīng)性事故
10.5.1概況
10.5.2模塊式HTR的極端反應(yīng)性事故
10.5.3堆芯進(jìn)水和慢化比的變化
10.5.4對反應(yīng)性事故的一般思考
10.6水進(jìn)入一回路系統(tǒng)的事故
10.6.1事故的概況和后果
10.6.2對進(jìn)入一回路系統(tǒng)水量的估計(jì)
10.6.3蒸汽/石墨反應(yīng)的熱力學(xué)平衡原理
10.6.4蒸汽對石墨的腐蝕反應(yīng)速率
10.6.5水進(jìn)入高溫球床的一些技術(shù)問題
10.6.6一回路壓力的升高
10.6.7水進(jìn)入反應(yīng)堆過程中氣體的形成
10.6.8進(jìn)水的反應(yīng)性效應(yīng)
10.6.9對進(jìn)水事故的評估
10.7空氣進(jìn)入一回路
10.7.1進(jìn)空氣事故的概述
10.7.2反應(yīng)的熱力學(xué)平衡
10.7.3空氣與石墨的反應(yīng)速度
10.7.4進(jìn)空氣事故的后果
10.7.5大量空氣進(jìn)入HTR一回路系統(tǒng)的考慮
10.7.6進(jìn)空氣事故分析的結(jié)果
10.7.7降低進(jìn)空氣事故不良后果危害性的進(jìn)一步方案
10.8蒸汽循環(huán)二次側(cè)的事故
10.8.1概況
10.8.2主蒸汽管道的斷裂
10.8.3汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)系統(tǒng)的失效及汽輪機(jī)甩負(fù)荷
10.9外部事件對反應(yīng)堆電廠的影響
10.9.1概況
10.9.2飛機(jī)撞擊
10.9.3地震
10.10事故過程中裂變產(chǎn)物的釋放
10.10.1放射性源項(xiàng)概述
10.10.2電廠整個壽命運(yùn)行期間裂變產(chǎn)物的釋放(第1源項(xiàng))
10.10.3堆芯升溫事故期間裂變產(chǎn)物的釋放(第2源項(xiàng))
10.10.4從堆芯釋放的放射性向環(huán)境的遷移
10.10.5放射性源項(xiàng)分析的結(jié)論
10.11事故的放射性后果和風(fēng)險
10.11.1風(fēng)險概述
10.11.2土地污染的危害性
10.11.3模塊式HTR事故造成的劑量率
10.11.4核技術(shù)造成風(fēng)險的一般性評述
參考文獻(xiàn)
第11章燃料循環(huán)和廢物管理
11.1概述
11.2燃料元件的制造
11.3乏燃料元件的中間貯存
11.4乏燃料元件中間貯存的事故
11.5乏燃料元件的最終貯存
11.6防核擴(kuò)散及核安保
參考文獻(xiàn)
第12章電廠的經(jīng)濟(jì)性和優(yōu)化問題
12.1概述
12.2計(jì)算發(fā)電成本的方程
12.3投資成本和資本因子
12.4效率和等效滿功率運(yùn)行小時數(shù)
12.5燃料供應(yīng)和廢物管理的成本
12.6發(fā)電的總成本
12.7各種發(fā)電廠發(fā)電成本和成本敏感性的比較
12.8成本的上漲和評價方法
12.9發(fā)電的外部成本
12.10新發(fā)展的核電廠概念的投資成本
參考文獻(xiàn)
第13章HTR技術(shù)的發(fā)展
13.1概述
13.2關(guān)于已運(yùn)行的電廠
13.2.1概況
13.2.2UHTREX項(xiàng)目和EGCR電廠
13.2.3AVR電廠
13.2.4龍堆
13.2.5桃花谷反應(yīng)堆
13.2.6THTR
13.2.7圣·弗倫堡反應(yīng)堆
13.3已有規(guī)劃的HTR電廠
13.3.1概況
13.3.2PR 500
13.3.3HHT參考反應(yīng)堆
13.3.4HTR 500反應(yīng)堆
13.3.5HTGR 1160反應(yīng)堆
13.3.6PNP原型反應(yīng)堆
13.4模塊式反應(yīng)堆概念
13.5運(yùn)行中的模塊式HTR
13.5.1概況
13.5.2HTTR反應(yīng)堆
13.5.3HTR10反應(yīng)堆
13.6計(jì)劃的新HTR電廠
13.6.1概況
13.6.2MHGR 600電廠
13.6.3PBMR概念
13.6.4ANTARES項(xiàng)目
13.7反應(yīng)堆概念的分析和評價
參考文獻(xiàn)
第14章模塊式HTR安全性的實(shí)驗(yàn)結(jié)果
14.1概述
14.2衰變熱自發(fā)載出原理的評價實(shí)驗(yàn)
14.2.1傳熱過程和重要參數(shù)
14.2.2球床堆芯內(nèi)等效導(dǎo)熱系數(shù)的測量
14.2.3結(jié)構(gòu)中通過熱輻射和自然對流的傳熱
14.2.4輻照反射層石墨的傳熱
14.2.5反應(yīng)堆壓力殼表面向外部熱阱的傳熱實(shí)驗(yàn)
14.2.6反應(yīng)堆壓力殼(鍛鋼)表面?zhèn)鳠嶂帘砻胬鋮s器的實(shí)驗(yàn)
14.2.7混凝土結(jié)構(gòu)作為儲熱的熱阱及其衰變熱載出行為
14.2.8AVR反應(yīng)堆衰變熱自發(fā)載出的整體實(shí)驗(yàn)(反應(yīng)堆在壓力下)
14.2.9AVR反應(yīng)堆中衰變熱自發(fā)載出的總體實(shí)驗(yàn)(反應(yīng)堆失壓)
14.3模塊式HTR堆芯反應(yīng)性行為的驗(yàn)證
14.3.1堆芯反應(yīng)性系數(shù)的一般情況
14.3.2HTR中反應(yīng)性系數(shù)的測量
14.3.3AVR中的實(shí)驗(yàn)： Vierstab Klemmversuch(全部4根停堆棒卡棒)
14.3.4HTR10反應(yīng)堆的ATWS實(shí)驗(yàn)
14.3.5用于驗(yàn)證計(jì)算機(jī)程序的次臨界實(shí)驗(yàn)
14.3.6測量球床堆芯物理參數(shù)的PROTEUS實(shí)驗(yàn)
14.4水進(jìn)入一回路系統(tǒng)的實(shí)驗(yàn)
14.4.1概況
14.4.2進(jìn)水期間腐蝕速率的測量
14.4.3進(jìn)水的整體實(shí)驗(yàn)
14.4.4SUPERNOVA實(shí)驗(yàn)裝置
14.4.5SEAT實(shí)驗(yàn)
14.4.6進(jìn)水事故中氣溶膠的實(shí)驗(yàn)
14.4.7氦回路失壓和蒸汽冷凝實(shí)驗(yàn)
14.4.8AVR的進(jìn)水事故
14.5空氣進(jìn)入一回路系統(tǒng)的實(shí)驗(yàn)
14.5.1概況
14.5.2實(shí)驗(yàn)室實(shí)驗(yàn)中石墨腐蝕速率的測量
14.5.3用于測量與球床布置中參數(shù)相關(guān)性的VELUNA腐蝕實(shí)驗(yàn)
14.5.4測量HTR結(jié)構(gòu)中空氣流量的實(shí)驗(yàn)
14.5.5堆芯中的自然對流和腐蝕實(shí)驗(yàn)
14.5.6實(shí)驗(yàn)裝置SUPERNOVA(空氣進(jìn)入)
14.5.7進(jìn)空氣期間氣溶膠的形成
14.6裂變產(chǎn)物的行為
14.6.1HTR中冷卻劑穩(wěn)態(tài)活性的測量 
14.6.2AVR輻照燃料元件的加熱實(shí)驗(yàn)(KFA裝置)
14.6.3堆外回路SMOC
14.6.4KORA實(shí)驗(yàn)
14.7針對HTR電廠安全的專項(xiàng)實(shí)驗(yàn)
14.7.1概況
14.7.2有關(guān)球床堆芯地震下行為的實(shí)驗(yàn)
14.7.3失壓事故后一回路系統(tǒng)與內(nèi)混凝土艙室間的氣體交換
14.8中間儲罐的實(shí)驗(yàn)
參考文獻(xiàn)
第15章HTR未來的發(fā)展
15.1核技術(shù)的總體要求及未來發(fā)展的可能性
15.2模塊式HTR中更高熱功率的實(shí)現(xiàn)
15.3采用OTTO循環(huán)實(shí)現(xiàn)非常高的氦氣溫度
15.4燃料元件的改進(jìn)
15.5防破裂的一回路邊界
15.5.1原理概述
15.5.2“基本安全”反應(yīng)堆壓力殼的原理
15.5.3鍛鋼殼破裂的預(yù)防
15.5.4預(yù)應(yīng)力反應(yīng)堆壓力殼的原理概念
15.5.5預(yù)應(yīng)力混凝土反應(yīng)堆壓力殼
15.5.6鑄鐵預(yù)應(yīng)力反應(yīng)堆壓力殼
15.5.7鑄鋼預(yù)應(yīng)力反應(yīng)堆壓力殼
15.5.8安全殼后面的儲存系統(tǒng)
15.5.9反應(yīng)堆安全殼構(gòu)筑物的地下布置
15.6釷燃料循環(huán)和增殖效應(yīng)
15.7具有非常長半衰期的同位素的轉(zhuǎn)化
15.8乏燃料元件中間貯存的改進(jìn)概念
15.9乏燃料元件或高放射性廢物最終貯存的改進(jìn)概念
15.10球床VHTR——未來工藝熱利用的概念
參考文獻(xiàn)